DE1138169B

DE1138169B - Atomic nuclear power reactor with subcritical core and external neutron source

Info

Publication number: DE1138169B
Application number: DED31690A
Authority: DE
Inventors: Lyle B Borst
Original assignee: Dow Chemical Co
Current assignee: Dow Chemical Co
Priority date: 1958-10-28
Filing date: 1959-10-16
Publication date: 1962-10-18
Also published as: GB919637A; BE584044A; US3197375A

Description

DEUTSCHESGERMAN

PATENTAMTPATENT OFFICE

D31690Vfflc/21gD31690Vfflc / 21g

ANMELDETAG: 16. OKTOBER 1959 REGISTRATION DATE: OCTOBER 16, 1959

BEKANNTMACHUNG
DER ANMELDUNG
UND AUSGABE DER
AUSLEGESCHRIFT: 18. OKTOBER 1962 NOTICE
THE REGISTRATION
AND ISSUE OF THE
EDITORIAL: OCTOBER 18, 1962

Die Erfindung bezieht sich auf einen Atomkernleistungsreaktor, bestehend aus einem aus spaltbarem Stoff aufgebauten, für sich allein unterkritischen Reaktorkern und einer außerhalb des Kerns angeordneten, für sich allein ebenfalls unterkritischen Neutronenbeschickungseinrichtung, welche Neutronen in den Reaktorkern mindestens in einer derartigen Menge schickt, daß der Reaktor den kritischen Zustand einnimmt und darin verbleibt.The invention relates to an atomic nuclear power reactor consisting of a fissile Substance built, for itself subcritical reactor core and one outside of the Kerns arranged, by itself also subcritical neutron charging device, which Sends neutrons into the reactor core at least in such an amount that the reactor the adopts and remains in a critical state.

Es sind bereits unterkritische Reaktoren bekanntgeworden, welche durch eine Neutronenquelle kritisch gemacht werden. Hierbei handelt es sich um ein Ra-Be-Präparat oder ähnliche Anordnungen. Auch ist bekannt, daß die Neutronenquelle aus einem zweiten überkritischen Reaktor besteht. Auch Neutronenquellen mit Neutronenvervielfacherstufen sind an sich bekannt. Eine konstruktive Kombination von Neutronenvervielfacherstufen mit Atomkernleistungsreaktoren ist nicht bekanntgeworden, sondern es wurde nur allgemein geäußert, eineNeutronenvervielfacherstufe an einer beliebigen Stelle eines Reaktors anzuordnen. Würde dies geschehen, so würden sich notwendigerweise im Reaktor lokale, hohe Neutronenkonzentrationen ergeben, insbesondere Konzentrationen, die höher sind, als zum zufriedenstellenden Ablauf einer Kettenreaktion im Reaktorkern erforderlich sind. Aufgabe der Erfindung ist es, eine Neutronenbeschickungseinrichtung derart anzuordnen, daß lokale Überkonzentrationen von Neutronen im Reaktorkern vermieden werden.Subcritical reactors have already become known which are critical due to a neutron source be made. This is a Ra-Be preparation or a similar arrangement. Even it is known that the neutron source consists of a second supercritical reactor. Also neutron sources with neutron multiplier stages are known per se. A constructive combination of neutron multiplier stages with atomic nuclear power reactors has not become known, but it was only said in general terms, a neutron multiplier stage at any point in one Arrange the reactor. If this were to happen, there would necessarily be local, result in high neutron concentrations, especially concentrations higher than the a satisfactory course of a chain reaction in the reactor core are required. Object of the invention is to arrange a neutron feeder in such a way that local overconcentrations of neutrons in the reactor core can be avoided.

Diese Aufgabe wird dadurch gelöst, daß erfindungsgemäß die Neutronenbeschickungseinrichtung um den Reaktorkern herum angeordnet ist.This object is achieved in that, according to the invention, the neutron charging device is arranged around the reactor core.

Die Konstruktion gemäß der Erfindung gestattet nicht nur lokale Überkonzentrationen von Neutronen im Reaktorkern zu vermeiden, sondern gestattet auch, den Reaktor auf hohem Leistungsniveau zu betreiben, also den Reaktor wirtschaftlicher auszunutzen. Dies ist, wenn die Gefahr hoher lokaler Neutronenüberkonzentrationen besteht, nicht möglich.The construction according to the invention not only allows local overconcentrations of neutrons in the reactor core, but also allows the reactor to be operated at a high level of performance, i.e. the reactor more economically to take advantage of. This is not the case when there is a risk of high local excess concentrations of neutrons possible.

Unter Bezugnahme auf die Zeichnung ist eine Ausführungsform des Reaktors gemäß der Erfindung beschrieben.Referring to the drawing, there is an embodiment of the reactor according to the invention described.

Der Reaktor weist einen Kern 22 auf, welcher von einem Mantel 20 umgeben ist. Als Neutronenquelle des Reaktors wird ein Neutronenvervielfacher verwendet. Ein solcher Neutronenvervielfacher wird auch Convergatron genannt. Im vorliegenden Zusammenhang genügt es zu sagen, daß der Neutronenvervielfacher 10 eine steuerbare Neutronenquelle Atomkernleis tungsreaktorThe reactor has a core 22 which is surrounded by a jacket 20. As a neutron source a neutron multiplier is used in the reactor. Such a neutron multiplier will be also called convergatron. In the present context it suffices to say that the neutron multiplier 10 a controllable neutron source atomic nuclear power reactor

mit unterkritischem Kern undwith subcritical core and

äußerer Neutronenquelleexternal neutron source

Anmelder:Applicant:

The Dow Chemical, Company,
Midland, Mich. (V. St. A.)The Dow Chemical, Company,
Midland, me. (V. St. A.)

Vertreter: Dipl.-Ing. F. WeickmannRepresentative: Dipl.-Ing. F. Weickmann

und Dr.-Ing. A. Weickmann, Patentanwälte,and Dr.-Ing. A. Weickmann, patent attorneys,

München 2, Brunnstr. 5/7Munich 2, Brunnstr. 5/7

Beanspruchte Priorität:
V. St. v. Amerika vom 28. Oktober 1958 (Nr. 770 144)Claimed priority:
V. St. v. America of October 28, 1958 (No. 770 144)

LyIe B. Borst, Ossining, N. Y. (V. St. A.),
ist als Erfinder genannt wordenLyIe B. Borst, Ossining, NY (V. St. A.),
has been named as the inventor

11 umfaßt, welche in einer ersten von mehreren in Serie geschalteten Vervielfacherstufen liegt. Jede Stufe Nl bis N4 setzt sich aus drei Zonen zusammen:11, which is in a first of several multiplier stages connected in series. Each level Nl to N4 is made up of three zones:

1. Einer Eingangs- oder Moderatorzone 13,1. An entrance or moderator zone 13,

2. einer Zwischen- oder Brennstoffzone 14,2. an intermediate or fuel zone 14,

3. einer Ausgangs- oder Abschirmzone für thermische Neutronen 15.3. an exit or shielding zone for thermal neutrons 15.

Die Eingangszone 13 ist aus an sich bekannten Stoffen hergestellt, z. B. aus Graphit, Wasser oder Beryllium, und bewirkt, daß schnelle (überthermische) Neutronen verlangsamt werden, d. h. auf thermisches Energieniveau gebracht werden. Die Zwischenzone 14 besteht aus spaltbarem Stoff, welcher auf Neutronen mit thermischem Energieniveau anspricht. Die Konzentration und die geometrische Anordnung des Brennstoffes in dieser Zwischenzone 14 sind so gewählt, daß durch Spaltung Neutronen in unterkritischem Ausmaß entstehen. Die Ausgangszone 15 besteht aus einem Stoff, welcher für thermische Neutronen im wesentlichen undurchlässig und für überthermische Neutronen im wesentlichen durchlässig ist. Diese Ausgangszone hat die Wirkung, daß jede Stufe von der auf sie folgenden Stufe hinsichtlich des thermischen Neutronenflusses entkoppelt istThe entrance zone 13 is made of materials known per se, e.g. B. graphite, water or Beryllium, and causes fast (super-thermal) neutrons to be slowed down, i. H. on thermal Energy level to be brought. The intermediate zone 14 consists of fissile material, which on neutrons responds with thermal energy level. The concentration and the geometric arrangement of the fuel in this intermediate zone 14 are chosen so that by fission neutrons in subcritical Extent arise. The output zone 15 consists of a substance, which for thermal Neutrons essentially impermeable and essentially transparent to super-thermal neutrons is. This exit zone has the effect that each stage is different from the stage following it of the thermal neutron flux is decoupled

209 677/254209 677/254

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und daß ein gerüsteter Strom von überthermischen flüssiges Kühlmittel, etwa Natrium oder Wasser, Neutronen von der Ausgangszone in die Eingangs- geleitet wird. Das flüssige Kühlwasser dringt durch zone der nächsten Stufe stattfindet. Die Zonen in einen Zufluß 41 in den Wärmeaustauscher ein und den einzelnen Stufen sind in Serie geschaltet. Durch verläßt ihn durch einen Abfluß 42. Durch Kühl-Verwendung von rostfreien Stahl- oder Aluminium- 5 rohre 44 innerhalb des Reaktorherzes strömt ebenblechen wird verhindert, daß die StofiFe in einer Zone falls flüssiges Natrium. Die Strömung wird herbeidurch Stoffe der benachbarten Zone verunreinigt geführt durch eine Pumpe 43 und führt über eine werden. In dem in der Zeichnung dargestellten Zuflußleitung 45 in eine Kammer 46 im unteren Neutronenvervielfacher sind vier Stufen M, N2, N3, Bereich des Kerns 22. Die Kammer 46 steht in N4 dargestellt. io Verbindung mit den nach unten offenen Enden der Der aus dem Neutronenvervielfacher 10 aus- den Kern durchsetzenden Kühlrohre 44. Natrium tretende Neutronenfluß wird in einen Zylinder 20 wird durch diese Kühlrohre 44 nach einer Kammer eingespeist, der auch dynamische Wand genannt 47 im oberen Teil des Kerns gedrückt. Diese Kammer wird. Die dynamische Wand besteht aus einer 47 schließt an die offenen Enden der den Kern durchVielzahl von konzentrischen zylindrischen Schichten, 15 setzenden Kühlrohre 44 an. Durch eine Ausflußweiche zusätzliche Vervielfacherstufen bilden. Jede leitung 48 gelangt das flüssige Natrium zurück zu Stufe umfaßt eine äußere Eingangs- oder Moderator- dem Wärmeaustauscher 40. Die oberhalb und unterzonel3, eine Zwischen- oder Brennstoffzone 14 halb des eigentlichen Reaktorkerns 22 gelegenen, und eine innere als Abschirmung für thermische Kühlmittel-Na enthaltenden Kammern 46,47 dienen Neutronen wirkende Zone 15. Die einzelnen Stufen 20 als Reflektor. Der Kern 22 ist also von diesen der dynamischen Wand sind in der Zeichnung mit Reflektoren 46, 47 und von dem Reflektor 50 voll- N5, N6, N7 und NS bezeichnet und sind derart ständig eingeschlossen. Der gesamte Reaktor ist angeordnet, daß der Neutronenausfluß der Stufe N5 nach außen abgeschirmt, um den Austritt von in die Eingangszone 13 der Stufe iV6 gelangt usw. Strahlung zu verhindern. Die Abschirmung besteht Die Größenverhältnisse Stoffe und Konzentration 25 etwa aus Betonwänden, wie sie in dem USA.-Patent in jeder Stufe sind so ausgewählt, daß ein Neutronen- 2 726 339 beschrieben sind.and that an armed stream of super-thermal liquid coolant, such as sodium or water, neutrons is passed from the exit zone to the entrance. The liquid cooling water penetrates through the zone where the next stage takes place. The zones in a feed 41 in the heat exchanger and the individual stages are connected in series. Through it leaves it through a drain 42. The use of stainless steel or aluminum pipes 44 inside the reactor heart for cooling prevents the substances from flowing in a zone in the event of liquid sodium. The flow is contaminated by substances in the adjacent zone, guided through a pump 43 and passed through a be. In the inflow line 45 shown in the drawing into a chamber 46 in the lower neutron multiplier, there are four stages M, N2, N3, area of the core 22. The chamber 46 is shown in N4 . io connection with the downwardly open ends of the cooling tubes 44 passing through the core from the neutron multiplier 10 Kerns pressed. This chamber will. The dynamic wall consists of a 47 connects to the open ends of the cooling tubes 44 defining the core by a plurality of concentric cylindrical layers 15. Create additional multiplier stages by means of an outflow switch. Each line 48 carries the liquid sodium back to the stage comprises an outer inlet or moderator heat exchanger 40. The above and below zones, an intermediate or fuel zone 14 half of the actual reactor core 22, and an inner one as a shield for thermal coolant Na Containing chambers 46, 47 serve the neutron-acting zone 15. The individual steps 20 as a reflector. The core 22 is thus of these the dynamic wall are designated in the drawing by reflectors 46, 47 and by the reflector 50 in full N5, N6, N7 and NS and are thus permanently enclosed. The entire reactor is arranged so that the neutron outflow of the stage N5 is shielded from the outside in order to prevent radiation from entering the entrance zone 13 of the stage IV6 and so on. The shielding consists of concrete walls such as those in the United States patent in each stage are selected so that a neutron 2,726,339 is described.

fluß entsteht, der nach dem Innenraum 21 der Im folgenden wird nun die Betriebsweise eines dynamischen Wand 20 hin gerichtet ist. Der Innen- Reaktors gemäß der Erfindung diskutiert. Dabei raum 21 nimmt einen Kern 22 aus spaltbarem wird die Bezeichnung Kinf für den Multiplikations-Brennstoff auf. Dieser Kern arbeitet als Endstufe N9. 30 faktor der Stoffe verwendet. Dieser Multiplikations-Der spaltbare Brennstoff in dem Kern 22 befindet faktor K^f entspricht der Annahme eines Systems sich in unterkritischer Anordnung, d. h., die Kon- ohne Neutronenleckverluste oder eines Systems zentration reicht nicht aus, um eine sich selbst mit unendlich großen Abmessungen. Mit K_eff erhaltende Kettenreaktion zu erzeugen, ganz gleich, dagegen wird der effektive Multiplikationsfaktor wie groß der Kern nun ist. Die Spaltung innerhalb 35 des Systems bezeichnet. Keff ergibt sich also aus des Kernes 22 wird gemäß der Erfindung durch die Kinf durch eine die Leckverluste berücksichtigende ständige Anregung aufrechterhalten, welche der Korrektur.Flow arises which is directed towards the interior 21 of the In the following, the mode of operation of a dynamic wall 20 is directed. The inner reactor according to the invention is discussed. Thereby space 21 accommodates a core 22 made of fissile, the designation Kinf for the multiplication fuel. This core works as the output stage N9. 30 factor of the substances used. This multiplication factor K ^ f corresponds to the assumption of a system in a subcritical arrangement, ie the concentration of a system without neutron leakage or a system centering is not sufficient to produce itself with infinitely large dimensions. To generate a chain reaction with K _e ff , it doesn’t matter, but the effective multiplication factor is how big the nucleus is now. The split within the system is called. Keff thus results from the core 22 is maintained according to the invention by the Kinf by a constant excitation taking into account the leakage losses, which is the correction.

Brennstoff der Stufe N9 durch Neutronen aus der Um einen überkritischen Reaktor mit einer sichLevel N9 fuel by neutrons from around a supercritical reactor with a self

dynamischen Wand und außerdem durch die an selbst erhaltenden Kettenreaktion scheinbar zudynamic wall and also apparently due to the self-sustaining chain reaction

einem Reflektor 50 zwischen der Stufe NS und dem 40 erzeugen und gleichzeitig in den Cenuß des Vorteilesa reflector 50 between the level NS and the 40 produce and at the same time in the Cenuss of advantage

Kern 22 reflektierten Neutronen erleidet. eines unterkritischen Reaktors zu kommen, bei demNucleus suffers 22 reflected neutrons. of a subcritical reactor in which

Der Reflektor 50 ist eine zylindrische Schicht die für überkritische Reaktoren notwendigen Sicher-The reflector 50 is a cylindrical layer that provides the necessary safety for supercritical reactors.

innerhalb der Abschirmschicht 15 der Stufe NS heitsmaßnahmen nicht erforderlich sind, werdensafety measures are not required within the shielding layer 15 of the NS stage

und umgibt den Kern 22. Der Reflektor 50 hat die Neutronen in solcher Menge eingeführt, daß dieand surrounds the core 22. The reflector 50 has introduced the neutrons in such an amount that the

Aufgabe, aus dem Kern 22 kommende Neutronen 45 durch Leckverluste verlorengegangenen NeutronenTask, neutrons 45 coming from the core 22, neutrons lost due to leakage

nach dem Kern zurückzureflektieren. Die Wand- ersetzt werden.reflecting back towards the core. The wall-to-be replaced.

stärke des Reflektors 50 entspricht demjenigen An- Der Kern 22 des Reaktors ist so konstruiert, und teil der Neutronen, der notwendig reflektiert werden seine Bestandteile sind so gewählt, daß der Multimuß. Der reflektierte Neutronenfluß stellt eine plikationsfaktor Kinf = 1. Seine Größe ist so geErgänzung des aus der dynamischen Wand ein- 50 wählt, daß Keff = 0,95. Ein Reaktor, bei dem diese dringenden Neutronenflusses dar. Die gewünschte Voraussetzungen erfüllt sind, läßt sich durch AbReflexion ist deshalb bestimmt durch den gesamten änderung bekannter kritischer Reaktoren erzielen, zur Erregung und Aufrechterhaltung der Reaktivität Im allgemeinen besteht die ► Abänderung in einer des Herzes erforderlichen Neutronenfluß, bei dem Verringerung des Anteiles an spaltbarem Brennstoff, der theoretische Multiplikationsfaktor 1 wird, d. h., 55 so daß das System unterkritisch wird. Es ist dann der reflektierte Neutronenfluß, vermehrt um den erforderlich, dem Kern von einer äußeren Quelle von der dynamischen Wand her eintretenden Neu- her Neutronen zuzuführen, um die Spaltung in dem tronenfluß, muß gleich dem Leckverlustfluß sein. Kern aufrechtzuerhalten. Es ist bekannt, daß die Theoretisch kann für den Reflektor 50 jeder der in einem Kern gegebener Zusammensetzung erzeugte bekannten Moderatorstoffe verwendet werden, also 60 Leistung proportional der Größe des Kernes ist leichtes Wasser, schweres Wasser, Beryllium. Bevor- und daß die Leckverluste an Neutronen umgekehrt zugt wird jedoch Graphit auf Grund seiner hohen proportional der Kernoberfläche sind. Die Leistung Temperaturbeständigkeit. und die Leckverluste können auf Grund bekannter Innerhalb des Reaktorkernes 22 sind Wärmeaus- Konstruktionsdaten geschätzt und experimentell tauschrohre vorgesehen, welche die in Form von 65 genau bestimmt werden.The core 22 of the reactor is constructed in such a way, and part of the neutrons that are necessarily reflected, its components are chosen so that the multi-must. The reflected neutron flux represents a multiplication factor Kinf = 1. Its size is complementary to that selected from the dynamic wall that Keff = 0.95. A reactor in which this urgent neutron flux is achieved. The desired requirements can be achieved by AbReflexion is therefore determined by the entire change of known critical reactors, to excite and maintain reactivity In general, the ► modification consists in a neutron flux required by the heart When the proportion of fissile fuel is reduced, the theoretical multiplication factor becomes 1, ie 55 so that the system becomes subcritical. It is then the reflected neutron flux, increased by the neutrons required to feed the nucleus from an external source from the dynamic wall; the fission in the electron flux must be equal to the leakage flux. Maintain core. It is known that theoretically, any of the known moderator substances produced in a core of a given composition can be used for the reflector 50, ie 60 power proportional to the size of the core is light water, heavy water, beryllium. Before and that the leakage losses of neutrons is given inversely, however, graphite is due to its high proportionality to the core surface area. The performance temperature resistance. and the leakage losses can be calculated on the basis of known heat analysis design data are estimated within the reactor core 22 and experimentally provided exchange tubes which are precisely determined in the form of 65.

Wärme frei werdende Energie abführen. Zum Die Erfindung läßt sich bei bekannten ReaktorenDissipate heat released energy. The invention can be applied to known reactors

Beispiel kann ein Kühlkreislauf mit einem Wärme- anwenden. Man kann bei Reaktoren folgende all-Example can use a cooling circuit with a heating system. In the case of reactors, the following general

austauscher 40 vorgesehen sein, durch welchen ein gemeine Unterscheidung treffen:Exchanger 40 may be provided, through which a common distinction can be made:

1. Schnelle Reaktoren,1. Fast reactors,

2. moderierte Reaktoren.2. moderated reactors.

Im folgenden ist für jeden Reaktortyp ein Beispiel angegeben. Die Konstruktionsdaten sind dabei durch Abänderung der Konstruktionsdaten bekannter kritischer Reaktoren gewonnen.An example is given below for each type of reactor. The construction data are included obtained by modifying the design data of known critical reactors.

In den Geneva Papers, Vol. 5, page 254, Table IV, column PBR, ist eine Gitteranordnung eines schnellen Brutreaktors beschrieben. Die Konstruktion stammt von der Power Reactor Development Co., genannt PRDC, und ist für einen Reaktor in der Nähe von Detroit, Michigan, bestimmt. Der Brennstoff dieses Reaktors besteht aus 10% (Atomgewicht) spaltbarem Plutonium (Pu²³⁹) und 90% nicht spaltbarem Uran (U²³⁸). Der Gitteraufbau entspricht einer kritischen Masse und liefert eine sich selbst erhaltende Kettenreaktion. Der Multiplikationsfaktor Ki_n/ ist 1,3, und der Multiplikationsfaktor Keff ist 1,0. Diese Reaktorkonstruktion wird nun so abgewandelt, daß der Anteil des spaltbaren Plutoniums (Pu²³⁹) nur mehr 6% ausmacht und der Anteil des nicht spaltbaren Urans (U²³⁸) 94<>/₀. Der Multiplikationsfaktor Kinf ist dann 1,0, und der Multiplikationsfaktor Kef, ist kleiner als 1. In the Geneva Papers, Vol. 5, page 254, Table IV, column PBR, a grid arrangement of a fast breeder reactor is described. The design comes from the Power Reactor Development Co., called PRDC, and is intended for a reactor near Detroit, Michigan. The fuel in this reactor consists of 10% (atomic weight) fissile plutonium (Pu ²³⁹ ) and 90% non-fissile uranium (U ²³⁸ ). The lattice structure corresponds to a critical mass and provides a self-sustaining chain reaction. The multiplication factor Ki _n / is 1.3 and the multiplication factor Keff is 1.0. This reactor construction is now modified so that the proportion of fissile plutonium (Pu ²³⁹ ) is only 6% and the proportion of non-fissile uranium (U ²³⁸ ) 94 <> / ₀ . The multiplication factor Kinf is then 1.0 and the multiplication factor Kef is less than 1.

Wenn man eine Nennleistung von 1000 MW annimmt und von einem Kern 22 mit zylindrischer Form ausgeht, so erhält man nach bekannten Berechnungsarten einen Radius von 1 m und eine Höhe von 2 m. Die erforderliche Masse des Kühlmittels-Na ist halb so groß, wie sie bei der ursprünglichen Reaktorkonstruktion der PRDC erforderlich war. Die folgende Tabelle gibt die Anteile der verschiedenen, in dem Kern 22 verwendeten Stoffe volumenmäßig an.If you have a nominal output of 1000 MW assumes and starts from a core 22 with a cylindrical shape, one obtains according to known Types of calculation a radius of 1 m and a height of 2 m. The required mass of the coolant-Na is half the size required for the original PRDC reactor design was. The following table gives the proportions of the various substances used in the core 22 in terms of volume.

Stoffmaterial p_u239p _u 239 Volumenmäßiger
AnteilVolume-wise
proportion of U²³⁸ U ²³⁸ 0,026
0,427
0,187
0,360
1,0000.026
0.427
0.187
0.360
1,000 Fe, Cr, Ni usw.
(Konstruktionsteile)
Na (Kühlmittel)
Insgesamt Fe, Cr, Ni, etc.
(Construction parts)
Na (coolant)
All in all

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Die Nutzleistung bestimmt das erforderliche Volumen des Kerns 22. Aus diesem Volumen kann unter Verwendung der obenstehenden Tabelle die Masse eines jeden der Bestandteile errechnet werden.The net power determines the required volume of the core 22. From this volume can using the table above, the mass of each of the components can be calculated.

Der Neutronenfluß von der äußeren Neutronenquelle, d. h. der dynamischen Wand 20, der erforderlich ist, um in dem unterkritischen Reaktorkern die Kettenreaktion aufrechtzuerhalten und eine Leistung von 1000 MW zu erzeugen, wird folgendermaßen bestimmt:The neutron flux from the external neutron source, i.e. H. the dynamic wall 20 that is required is to maintain the chain reaction in the subcritical reactor core and a Generating an output of 1000 MW is determined as follows:

Aus Veröffentlichungen ist es bekannt, daß 3 · 1019 Kernspaltungen pro Sekunde 1000 MW Nutzleistung liefern. Nimmt man 2,5 Neutronen pro Spaltung an, so erzeugen diese Spaltungen 7,5 · 10¹⁹ Neutronen in der Sekunde. 5% dieser Neutronen entweichen schätzungsweise aus dem Reaktorkern. Um das Leistungsniveau in dem Reaktorkern aufrechtzuerhalten, müssen diese Neutronen ersetzt werden, d. h., es müssen 5% von 1,5 ■ 1019 Neutronen pro Sekunde, das sind 3,7 ·It is known from publications that 3 · 1019 nuclear fissions deliver 1000 MW of useful power per second. Assuming 2.5 neutrons per fission, these fissions produce 7.5 · 10 ¹⁹ neutrons per second. It is estimated that 5% of these neutrons escape from the reactor core. In order to maintain the power level in the reactor core, these neutrons have to be replaced, ie 5% of 1.5 ■ 1019 neutrons per second, that is 3.7 ·

Neutronen pro Sekunde, aus der dynamischen Wand 20 in den Reaktorkern eingeführt werden.Neutrons per second, from the dynamic wall 20 are introduced into the reactor core.

Auch wenn aus irgendeinem Grunde das Natrium-Kühlmittel in dem Reaktorkern verschwinden sollte, wird die Brennstoffmasse in dem Kern des Reaktors gemäß der Erfindung nicht kritisch. Der Grund dafür ist, daß das als Kühlmittel in den Kühlrohren 44 verwendete Natrium einen kleinen einfachen Einfangquerschnitt für schnelle Neutronen hat und Kinf daher nicht wesentlich verändert wird.Even if for some reason the sodium coolant should disappear in the reactor core, the fuel mass in the core of the reactor according to the invention does not become critical. The reason for this is that the sodium used as a coolant in the cooling tubes 44 has a small simple cross-section for capturing fast neutrons and therefore Kinf is not significantly changed.

Ein ernstes Problem in der Reaktortechnik sind die Folgen einer Brennstoffzusammenschmelzung. Wenn bei dem Reaktor gemäß der Erfindung der Brennstoff in konzentriertester Form zusammenschmilzt, nämlich die Form einer Kugel und damit die für kritisches Verhalten optimale Geometrie annimmt, wird Keff schätzungsweise 0,98 nicht übersteigen. Selbst wenn die Temperatur auf hohem Wert bleibt, wird Plutonium, welches leichter flüchtig ist als Uran, aus der Masse herausverdampfen. Dadurch wird der Wert von K_eff weiter vermindert. Das System muß also derart aufgebaut werden, daß das Plutonium sich nicht in überkritischer Anordnung sammeln kann.A serious problem in reactor technology is the consequences of a fuel meltdown. If, in the reactor according to the invention, the fuel melts in the most concentrated form, namely the shape of a sphere and thus assumes the optimum geometry for critical behavior, then Keff will not exceed an estimated 0.98. Even if the temperature remains high, plutonium, which is more volatile than uranium, will evaporate from the mass. This further reduces the value of K _e ff. The system must therefore be set up in such a way that the plutonium cannot collect in a supercritical arrangement.

Der Reaktor gemäß der Erfindung hat einen Sicherheitsbereich zwischen dem Betriebszustand entsprechend K_eff = 0,95 und 1,0035, dem prompt kritischen Grenzwert für Plutonium. Dieser Sicherheitsbereich von der Größe 0,0535 ist 15mal größer als der Sicherheitsbereich der herkömmlichen, im kritischen Zustand mit einem Multiplikationsfaktor Keff von 1,0 arbeitenden Reaktoren. Wegen dieses verhältnismäßig großen Sicherheitsbereiches kann der schnelle Brutreaktor gemäß der Erfindung über verhältnismäßig lange Perioden und daher wirtschaftlich betrieben werden, bis das durch den Brutvorgang aus Uran (U²³⁸) entstehende Plutonium (Pu²³⁹) eine Anreicherung des Multiplikationsfaktors Keff an den Wert 1,0 bzw. an den prompt kritischen Grenzwert 1,0035 herbeiführt. Außerdem läßt es die Reaktorkonstruktion gemäß der Erfindung zu, daß der Wert von Kinf zwischen 0,99 und 1,01 liegt, ohne daß merkbare Stabilitätsänderungen eintreten.The reactor according to the invention has a safety range between the operating state corresponding to K _e ff = 0.95 and 1.0035, the promptly critical limit value for plutonium. This safety range of the size 0.0535 is 15 times larger than the safety range of conventional reactors operating in critical condition with a multiplication factor Keff of 1.0. Because of this relatively large safety range, the fast breeding reactor according to the invention can be operated for relatively long periods and therefore economically until the plutonium (Pu ²³⁹ ^{) produced by the breeding process from uranium (U 238} ) has an enrichment of the multiplication factor Keff to the value 1.0 or to the promptly critical limit value 1.0035. In addition, the reactor design according to the invention allows the value of Kinf to be between 0.99 and 1.01 without noticeable changes in stability occurring.

Es wird ein inneres Brutumwandlungsverhältnis von Uran (U²³⁸) zu Plutonium (Pu²³⁹) von der Größe 1,6 erwartet. Leckneutronen, welche in der neutronenabschirmenden Schicht 15 der Stufe ./V 8 eingefangen werden, bewirken eine Vergrößerung des Brutumwandlungsverhältnisses auf 1,7. Thorium wird deshalb Cadmium als Baustoff für die neutronenabschirmende Schicht 15 der Stufe N 8 vorgezogen, da Thorium als Brutstoff wirkt, welcher die aus dem Reaktorkern kommenden Neutronen absorbiert.An internal gross conversion ratio of uranium (U ²³⁸ ) to plutonium (Pu ²³⁹ ) of size 1.6 is expected. Leak neutrons, which are trapped in the neutron shielding layer 15 of level ./V 8, increase the breeding conversion ratio to 1.7. Thorium is therefore preferred to cadmium as a building material for the neutron shielding layer 15 of level N 8, since thorium acts as a breeding material, which absorbs the neutrons coming from the reactor core.

Eine weitere Anwendung hat die Erfindung bei einem mit Wasser moderiertem und natürlichem Uran betriebenen Reaktor. Frühere Untersuchungen von Reaktoren, die mit natürlichem Uran und leichtem Wasser betrieben wurden, haben gezeigt, daß der optimale Wert für den Multiplikationsfaktor Kinf ungefähr = 1,0. Ein kritischer Reaktor, bei dem sich die Kettenreaktion selbst erhalten muß, würde natürlich bei einem Multiplikationsfaktor Κ·_ηί von 1,0 nicht funktionieren, da infolge der Neutronenleckverluste der Multiplikationsfaktor K_eff_ kleiner würde als 1,0, d. h., der Reaktor würde in einen Ruhezustand konvergieren. Bekannte Reaktoren dieser Bauart erfordern eine Anreicherung mit U²³⁵, um im kritischen Betriebszustand arbeiten zu können.The invention has a further application in a water-moderated and natural uranium operated reactor. Previous studies of reactors operated with natural uranium and light water have shown that the optimal value for the multiplication factor Kinf = approximately 1.0. A critical reactor, in which the chain reaction has to maintain itself, would of course not work with a multiplication factor Κ · _ηί of 1.0, since the multiplication factor K _e ff_ would be less than 1.0 as a result of the neutron leakage losses , i.e. the reactor would be in converge to a rest state. Known reactors of this type require enrichment with U ²³⁵ in order to be able to work in critical operating conditions.

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Auf Grund der vorliegenden Erfindung ist es je- Betrieb gesetzt wird, so liefert die dynamische WandOn the basis of the present invention it is every- operation is set, so the dynamic wall delivers

doch möglich, natürliches Uran in Wasser zum Neutronen in die Endstufe JV 9, so daß ein wesent-but possible to use natural uranium in water for neutrons in the final stage JV 9, so that an essential

Betrieb eines Leistungsreaktors zu verwenden. Bei licher Teil des vergiftenden Xe¹³⁵ in ungiftiges Xe¹³⁶ Operation of a power reactor to use. Licher part of the poisoning Xe ¹³⁵ into non-toxic Xe ¹³⁶

den in Frage- kommenden Reaktortypen ist der umgewandelt wird. Während das giftige Xenon inthe type of reactor in question is the one being converted. While the toxic xenon in

Brennstoff natürliches Uran (0,71% U²³⁵ und 99,29% 5 seine ungiftige Form übergeführt wird, steigt derThe fuel natural uranium (0.71% U ²³⁵ and 99.29% 5 is converted to its non-toxic form) increases

U²³⁸). Dieses Uran ist in Form von Blöcken oder Multiplikationsfaktor Keff von seinem unteren WertU ²³⁸ ). This uranium is in the form of blocks or multiplication factor Keff of its lower value

Stangen angeordnet. Die Stangen aus natürlichem von 0,80 nach und nach auf den Wert 0,95 an.Poles arranged. The bars of natural from 0.80 gradually to the value 0.95.

Uran sind in Form eines Gitters angeordnet, welches Die Verstärkung steigt dann wieder auf den demUranium are arranged in the form of a grid, which the gain then rises again to the dem

in leichtes Wasser eingehängt ist. Eine Berechnung Normalbetrieb entsprechenden Wert 20 an.is suspended in light water. Calculate normal operation corresponding value 20.

mit Hilfe bekannter Rechenmethoden führt zu einer io Die Betriebsweise dieses mit Wasser moderiertenwith the help of known calculation methods leads to an io The mode of operation of this moderated with water

zylindrischen Form des Reaktorkerns 22 mit einem Uranreaktors ist ähnlich der des vorher beschriebe-cylindrical shape of the reactor core 22 with a uranium reactor is similar to that of the previously described

Radius von 77 cm und einer Höhe von 150 cm. nen schnellen Brutreaktors. Der Reaktorkern arbeitetRadius of 77 cm and a height of 150 cm. a fast breeder reactor. The reactor core is working

Die Masse der Stangen ist 140 000 kg und die des mit einem Multiplikationsfaktor Kt_n/ von 1,0. DerThe mass of the bars is 140,000 kg and that of the with a multiplication factor Kt _n / of 1.0. Of the

leichten Wassers 10 000 kg. Als Kühlmittel ver- Neutronenleckverlust wird durch einen aus derlight water 10,000 kg. Neutron leakage is used as a coolant by one of the

wendet man hier zweckmäßiger Wasser als Natrium. 15 dynamischen Wand 20 kommenden Neutronenstromit is more appropriate to use water than sodium. 15 dynamic wall 20 coming neutron flux

Es können auch noch weitere Änderungen gegenüber kompensiert. Der Reaktor arbeitet deshalb genauso,Further changes can also be compensated for. The reactor therefore works in the same way

dem zuvor beschriebenen schnellen Brutreaktor ver- als ob er unendliche Abmessungen hätte,the fast breeder reactor described above as if it had infinite dimensions,

wendet werden, z. B. kann in dem Reflektor 50 Gemäß einer weiteren Ausbildung der Erfindungbe applied, e.g. B. can in the reflector 50. According to a further embodiment of the invention

Wasser an Stelle von Graphit verwendet werden. kann bei jedem Reaktor eine sich selbst erhaltendeWater can be used in place of graphite. can be a self-sustaining one for each reactor

Die neutronenabsorbierende Schicht 15 kann aus 20 Kettenreaktion im unterkritischen Betrieb auch durchThe neutron-absorbing layer 15 can also perform a chain reaction in subcritical operation

Thorium oder verbrauchtem Uran bestehen (natür- Verwendung einer Brennstoffrückkopplung von einerThorium or spent uranium exist (natural use of a fuel feed back from a

lichem Uran, dessen U²³⁵-Gehalt verbraucht ist). Vervielfacherstufe höheren Neutronenflusses nachuranium, the U ²³⁵ content of which has been used up). Multiplier stage of higher neutron flux

Der Multiplikationsfaktor K_eff bei einem Kern dieser einer Vervielfacherstufe geringeren NeutronenflussesThe multiplication factor K _e ff in the case of a nucleus of this one multiplier stage, which is lower in neutron flux

Bauart ist 0,95. Der Multiplikationsfaktor Kinf ist herbeigeführt werden. Das Prinzip der RückkopplungDesign is 0.95. The multiplication factor Kinf is to be brought about. The principle of feedback

1,0. Da Kin/ bereits ein Höchstwert ist, bewirken 25 beruht auf der Eigenschaft bestimmter spaltbarer1.0. Since Kin / is already a maximum, effect 25 is based on the property of certain cleavable

alle Änderungen in der Zusammensetzung des Stoffe, welche verzögerte Neutronen aussendendeall changes in the composition of the substance that emit delayed neutrons

Reaktorherzes höchstens eine Verringerung des Spaltprodukte enthalten und in beweglicher FormReactor heart contain at most a reduction in the fission products and in movable form

Multiplikationsfaktors Kinf unter 1,0, so daß eine vorliegen.Multiplication factor Kinf less than 1.0 so that there is one.

überkritische Anordnung oder eine überkritische In der Figur ist schematisch eine Leitung 31 einKonzentration nicht erreicht werden kann. Wegen 3° gezeichnet. Diese Leitung 31 verbindet die Brennder starken Spaltung, welche schnelle Neutronen in Stoffzone 14 der Stufe JV 7 mit der Brennstoffzone 14 Uran (U²³⁵) hervorrufen, wird damit gerechnet, daß der Stufe JV 5. Eine Pumpe 30 in der Leitung fördert bei Anwendung der Erfindung auf die hier beschrie- flüssigen Brennstoff von der Stufe JV 7 nach der bene Reaktorform ein Umwandlungsbrutverhältnis Stufe JV 5. Eine weitere Pumpe in einer nicht einvon Plutonium (Pu²³⁹) in Uran (U²³⁵) von mehr 35 gezeichneten Leitung, vorzugsweise am oberen Ende als 1 erreicht wird. Berechnungen haben ergeben, der dynamischen Wand 20, fördert Brennstoff von daß das Umwandlungsbrutverhältnis ungefähr 1,2 der Stufe JV 5 weg, so daß ein Umlauf stattfindet, ist und somit größer als bei kritischen Reaktoren Der Brennstoff, welcher verzögerte Neutronen dieser Bauart. aussende Bestandteile enthält, wird also von der Das Brüten des Brennstoffes in dieser bei Reaktoren 40 Stufe JV 7 nach der Stufe JV 5 geleitet. Der Umlauf gemäß der Erfindung möglichen Weise erhöht die ist mit der Verzögerungszeit, innerhalb welcher bei Lebensdauer des Brennstoffes, so daß die Häufigkeit dem jeweils verwendeten Brennstoff die verzögerten der Beschickung verringert wird. Es tritt ein sehr Neutronen frei werden, synchronisiert. Die vergroßer Neutronenfluß auf, welcher eine Anhäufung zögerten Neutronen werden deshalb ausgesandt, vergiftender Spaltprodukte bewirkt. Diese vergiften- 45 während der sie tragende Brennstoff sich im Bereiche den Spaltprodukte fangen Neutronen ein und üben der Brennstoffzone der Stufe JV 5 befindet. Dadurch eine erhebliche Wirkung auf die Reaktorbetriebsweise werden die von den vorgeschalteten Stufen JV1 bis aus. Betrachtet man die Wirkung dieser vergiftenden JV 4 herkommenden Neutronen vermehrt. Wenn die Spaltprodukte bei einem Reaktor gemäß der Er- Brennstoffzirkulation richtig gewählt wird, so kann findung mit einem ursprünglichen Multiplikations- 50 auf die Neutronenquelle 11 des Systems verzichtet faktor Ki„f von 1,0 und einem Multiplikationsfaktor werden. In einem derartigen Umlauf kann in konti- Keff von 0,95, so stellt man fest, daß im Laufe des nuierlichem Betrieb eine sich selbst erhaltende Betriebes der Wert von Kinf auf 0,97 und von K_eff Kettenreaktion stattfinden. Auch auf die Vervielauf 0,92 abnimmt, und zwar infolge von Xenon- facherstufen JVl bis JV 4 kann verzichtet werden. Vergiftung. Die eigentliche Neutronenverstärkung in 55 Das vorstehend beschriebene Absorptions- und der Endstufe JV 9 wird von 20 auf 12 gedrückt. Kühlsystem schafft einen Neutronenfluß, welcher im Diese Abnahme der Verstärkung kann dadurch Zentralbereich des Reaktors größer ist als im oberen kompensiert werden, daß die dem System zugeführten und im unteren Teil. Die Neutronenflußverteilung Neutronen um einen Faktor 2 vermehrt werden. kann durch richtige Ausbildung des Reflektors 50 Dies wiederum läßt sich dadurch erreichen, daß man 60 annähernd eben gemacht werden. Da das Kühldie Neutronenausbeute der Neutronenquelle 11, mittel in den Reaktorkern 22 mit geringerer Tempewelche Neutronen in die Stufe JVl des Verviel- ratur eintritt, als es beim Verlassen des Reaktors fachers einschießt, vergrößert. besitzt, ist eine höhere Wärmeerzeugung in dem Wenn der Reaktor stillsteht, nimmt die Xenon- Brennstoff an der Eingangsseite des Reaktors möglich, konzentration zu infolge des Zerfalles von Jod¹³⁵ 65 Von dieser Tatsache macht man gemäß einer weiteren in Xe¹³⁵. Dadurch wird der Multiplikationsfaktor Ausbildung der Erfindung zweckmäßig dadurch Keff beeinflußt und etwa auf 0,80 herabgesetzt. Gebrauch, daß man eine auf verzögerten Neutronen Wenn der Reaktor zu einem späteren Zeitpunkt in beruhende Rückkopplung der oben beschriebenensupercritical arrangement or a supercritical In the figure, a line 31 is schematically shown, a concentration cannot be achieved. Drawn because of 3 °. This line 31 connects the burners strong fission, which cause fast neutrons in substance zone 14 of stage JV 7 with fuel zone 14 uranium (U ²³⁵ ), it is expected that stage JV 5. A pump 30 in the line promotes when the Invention to the liquid fuel described here from the stage JV 7 according to the bene reactor shape a conversion breeding ratio stage JV 5. Another pump in a line not drawn from plutonium (Pu ²³⁹ ) into uranium (U ²³⁵ ) of more than 35, preferably at the top End than 1 is reached. Calculations have shown that the dynamic wall 20, delivers fuel from that the conversion breeding ratio is about 1.2 of stage JV 5, so that one circulation takes place, and thus greater than in critical reactors. The fuel, which delayed neutrons of this type. The breeding of the fuel in this reactor 40 stage JV 7 after the stage JV 5 contains emitting constituents. The circulation according to the invention possible increases with the delay time within which the life of the fuel, so that the frequency of the fuel used in each case, the delayed loading is reduced. A very neutron release occurs, synchronized. The increased neutron flux on which an accumulation of hesitant neutrons are emitted therefore causes poisoning fission products. These poison - 45 while the fuel carrying them is in the area of the fission products, capture neutrons and practice the fuel zone of level JV 5. As a result, the upstream stages JV1 to will have a considerable effect on the mode of operation of the reactor. If one looks at the effect of these poisoning JV 4 neutrons more often. When the cleavage products of the ER fuel circulation is properly selected according to a reactor, so can the invention with an original multiplication 50 to the neutron source 11 of the system omitted factor Ki "f of 1.0 and be a multiplication factor. In such a circulation can in continu- Keff of 0.95, it is found that during the operation take place nuierlichem a self-sustaining operation of the value of Kinf to 0.97 and K _e ff chain reaction. The multiplication to 0.92 also decreases, to be precise as a result of xenon multiple stages JV1 to JV 4, can be dispensed with. Poisoning. The actual neutron amplification in 55 the absorption and output stage JV 9 described above is pushed from 20 to 12. The cooling system creates a neutron flux, which can be compensated for in the central area of the reactor, which is greater in the central area of the reactor than in the upper part, and in the lower part. The neutron flux distribution neutrons can be increased by a factor of 2. can be achieved by properly designing the reflector 50. This in turn can be achieved by making 60 approximately flat. Since the cooling increases the neutron yield of the neutron source 11, means in the reactor core 22 with a lower temperature, which neutrons enter the stage JV1 of the multiplier than it shoots in several times when leaving the reactor. If the reactor is at rest, the xenon fuel at the inlet side of the reactor increases in concentration as a result of the decomposition of iodine ¹³⁵ 65. Of this fact, one makes another one in Xe ¹³⁵ . As a result, the multiplication factor design of the invention is expediently influenced by Keff and reduced to about 0.80. Use that one based on delayed neutrons when the reactor is later in feedback of the above

Art verwendet. Wenn man verzögerte Neutronen in den flüssigen Brennstoff dort einführt, wo das Kühlmittel eintritt, so erreicht man, daß der Neutronenfluß an dieser Stelle am größten ist. Man nennt diesen Vorgang in der Reaktortechnik »roof topping«. Die vorstehende Beschreibung war insbesondere auf Brutvorgänge bei Plutonium abgestellt. DieKind of used. When you put delayed neutrons in the liquid fuel where the coolant is occurs, the result is that the neutron flux is greatest at this point. Is called "roof topping" this process in reactor technology. The above description was particular based on breeding processes in plutonium. the

Erfindung läßt sich aber auch bei Verwendung von Thorium und U²³³ anwenden.However, the invention can also be applied when using thorium and U ²³³ .

In der folgenden Tabelle sind die wichtigsten Konstruktions- und Betriebsmerkmale zweier Formen unterkritischer Reaktoren nach der Erfindung den entsprechenden überkritischen Reaktoren gegenübergestellt. The following table shows the main design and operational characteristics of two forms Subcritical reactors according to the invention compared to the corresponding supercritical reactors.

Km} Km}

Keff Keff

Brennstoffeinsatz im Reaktorherz, kg Brennstoffkosten, Millionen Dollar ..Fuel input in the reactor heart, kg fuel costs, millions of dollars ..

Gewicht def äußeren Wand, kg Weight def outer wall, kg

Kosten der dynamischen Wand,Dynamic wall cost,

Millionen Dollar Million dollars

Erzeugte Leistung, MW Generated power, MW

Brutumwandlungsverhältnis Gross conversion ratio

1,3 1,0 500 10 46,0001.3 1.0 500 10 46,000

1,5 300 1,2 1,31.5 300 1.2 1.3

1,01.0

450450

50,00050,000

1,5
300
1,8*1.5
300
1.8 *

1,0
0,95
1400
30
1001.0
0.95
1400
30th
100

1000
1,6*1000
1.6 *

0,99 0,94 140,000 5,6 1000.99 0.94 140.000 5.6 100

1000 1,21000 1.2

Die Spalte 1 betrifft eine PRDC-Konstruktion eines überkritischen schnellen Brutreaktors, in dem zunächst Uran als spaltbarer Stoff verwendet wird (37<V₀ U255 und 63<>/₀ U238).Column 1 relates to a PRDC construction of a supercritical fast breeder reactor in which uranium is initially used as a fissile substance (37 <V ₀ U255 and 63 <> / ₀ U238).

Spalte 2 bezieht sich auf eine PRDC-Konstruktion eines überkritischen schnellen Brutreaktors, in dem zunächst Plutonium als spaltbarer Stoff verwendet wird (10<V₀ P_U239 und 900/₀ U²³S).Column 2 refers to a PRDC construction of a supercritical fast breeder reactor, is used in the first plutonium as fissile material (10 _<0 V P 239 and _U 900 / U ²³ ₀ S).

Spalte 3 bezieht sich auf eine Konstruktion gemäß der Erfindung eines unterkritischen schnellen Brutreaktors, in dem Plutonium zunächst als spaltbarer Stoff verwendet wird (6% Plutonium Pu²³^ und 940/₀ u²³»).Column 3 of the invention relates to a construction according to a sub-critical fast breeder reactor, is used in the plutonium initially as a fissile material (6% plutonium Pu ^ ²³ and _940/0 u ²³ ").

Spalte 4 schließlich bezieht sich auf eine Konstruktion gemäß der Erfindung eines mit natürlichem Uran als spaltbaren Stoff und mit leichtem Wasser moderierten Reaktors, in welchem Plutonium aus 0,7% U²³⁵ gebildet wird und in dem der spaltbare Stoff zunächst aus 0,7<V₀ U²³⁵ und 99,30/₀ U²³» besteht.Column 4 finally relates to a construction according to the invention of a reactor moderated with natural uranium as the fissile substance and with light water, in which plutonium is formed from 0.7% U ²³⁵ and in which the fissile substance initially consists of 0.7 <V ₀ U ²³⁵ and 99.30 / ₀ U ²³ ».

Kurz gefaßt, läßt sich über die vier Reaktoren folgendes sagen: Die Multiplikationsfaktoren Kt_n/ und Keff sind oben angegeben. Der in Kilogramm angegebene Brennstoffeinsatz entspricht dem Gewicht an Brennstoff, das in den einzelnen Reaktoren benötigt wird. Die Brennstoffkosten, die in Millionen Dollar angegeben sind, basieren auf dem heutigen Brennstoffpreis. Das in Kilogramm angegebene Gewicht der äußeren Wand entspricht im Falle der kritischen Reaktoren nach Spalten 1 und 2 dem Gewicht der neutronenabsorbierenden Schirmwand und im Falle der unterkritischen Reaktoren der Spalten 3 und 4 dem Gewicht des Brennstoffes in den Stufen Nl bis NS. Die von den einzelnen Reaktoren in Form von Wärme erzeugte Leistung ist in MW angegeben. Ebenfalls angegeben ist das Brutumwandlungsverhältnis der einzelnen Reaktoren. Dabei sind die mit Sternchen versehenen Werte nur geschätzt. Wie man aus der Tabelle entnehmen kann, ist der wirtschaftlichste Reaktortyp der in Spalte 4 beschriebene, in welchem der Erfindungsvorschlag verwirklicht ist.In short, the following can be said about the four reactors: The multiplication factors Kt _n / and Keff are given above. The fuel input specified in kilograms corresponds to the weight of fuel that is required in the individual reactors. Fuel costs, shown in millions of dollars, are based on today's fuel price. The weight of the outer wall given in kilograms corresponds in the case of the critical reactors according to columns 1 and 2 to the weight of the neutron-absorbing screen wall and in the case of the subcritical reactors in columns 3 and 4 to the weight of the fuel in the stages Nl to NS. The power generated by the individual reactors in the form of heat is given in MW. The gross conversion ratio of the individual reactors is also given. The values marked with asterisks are only estimates. As can be seen from the table, the most economical reactor type is that described in column 4, in which the inventive proposal is implemented.

Claims

PATENT CLAIMS:

1. Atomic nuclear power reactor, consisting of a fissile material built up, by itself subcritical reactor core and arranged outside the core, by itself also subcritical neutron charging device, which sends neutrons into the reactor core at least in such a quantity that the reactor assumes the critical state and remains therein, characterized in that the neutron feeder is disposed around the reactor core.

2. Power nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the neutron charging device has the form of a jacket surrounding the reactor core.

3. Power nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the core of a Reflector made of moderating material, e.g. B. graphite or water, which is surrounded by neutrons from the outer neutron feeder to the core.

4. Power nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the effective multiplication factor (Keff) of the core is 0.90 to 0.98.

5. Power nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the theoretical multiplication factor (Aj _n /) of the core is equal to 1.0.

6. Power nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the outer neutron charging device comprises at least three neutron multiplier stages.

7. Power nuclear reactor according to claim 6, characterized in that a circulation line between different neutron multiplier stages through which a part of the Fissile substance is put into circulation that the fissile substance contains components which Neutrons with a noticeable time delay

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emit excitation by neutrons, and that the orbit corresponds to the delay time is set in such a way that after these components have been excited in one stage the delayed neutrons are sent out in the other stage.

8. Power nuclear reactor according to claim 7, characterized in that the neutron multiplier comprises at least four stages, the first of which is exposed to the lowest neutron flux, and that the circulation line is provided between the first and the third stage.

9. Power nuclear reactor according to claim 8, characterized in that the inflow of delayed Neutron after the first stage is large enough to cause a subcritical fission in the To maintain the fuel zone of this stage in the absence of an external neutron source.

10. Power nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the core consists of fissile plutonium (Pu ²³⁹ ) and non-fissile uranium (U ²³⁸ ), the weight ratio of plutonium to uranium being 0.06.

11. Power nuclear reactor according to claim 1, there-

characterized in that the core is formed by a grid of rods of natural uranium, which are immersed in light water.

12. Power nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the core is cooling tubes for the flow of a coolant, e.g. B. liquid sodium, that these cooling tubes are connected to a coolant circuit and that a heat exchanger in this coolant circuit lies.

13. Power nuclear reactor according to claim 1, characterized in that a reflector from moderating substance, e.g. B. graphite, beryllium or water, surrounding the core, and that one neutron shielding wall, e.g. B. Thorium or spent uranium, the reflector surrounds.

Considered publications:

German Auslegeschrift No. 1028 249;

Nuclear Science Abstracts, 11, No. 19, Abstract No. 10,961, 1957; 11, No. 17, Abstract No. 9831, 1957; No. 9, Abstract No. 6193, 1958;

Nature, 180, pp. 1096, 1957;

Nucleonics, 15, No. 6, pp. 116/117, 1957.

1 sheet of drawings